加速器驱动先进核能系统及其研究进展

针对现有商业反应堆核燃料利用效率低和乏燃料安全处置难等问题,中国科学院原创性地提出了加速器驱动先进核能系统（ADANES）的概念。对ADANES进行了初步物理研究,对超导直线加速器、高功率散裂靶、堆芯结构材料、乏燃料处理和新型燃料制备等进行了大规模前期计算与关键参数实验,论证了系统的可行性。目前,加速器驱动嬗变研究装置已得到“十二五”国家重大科技基础设施的支持,计划于2019年动工。     

加速器驱动的核能系统

【世界核协会网站2009年3月报道】传统核电机组是通过铀-235和钚-239的可控链式裂变反应来产生热量，然后将热量用于产生蒸汽，最终使用蒸汽来驱动汽轮发电机。裂变反应指铀-235、钚-239、铀-233等重元素在中子作用下分裂为两个碎片，同时释放中子和大量能量的过程。反应中，可裂变物的原子核吸收一个中子后发生裂变并释放出两三个中子。若这些中子除去消耗，至少有一个中子能引起另一个原子核裂变，使裂变自持地进行，则这种反应称为链式裂变反应。     

模拟乏燃料的氧化挥发首端工艺研究

通过实验室制备的UO₂模拟芯块,分别研究了氧化与还原气氛下,温度、气体组成和保温时间对粉化与转化过程的影响,结果显示,氧化条件为空气/450℃/4 h、还原条件为4%(体积分数)H₂-Ar/700℃/4 h的三次氧化还原循环流程,对UO₂模拟芯块和真实天然铀芯块均有良好的粉化效果。针对制成的包含有多种裂变元素的模拟乏燃料,在经过三次氧化还原循环流程处理的基础上,进一步结合1 200℃/4 h的更高温挥发技术,形成国内首个模拟后处理氧化挥发首端工艺。该工艺能够使Mo、Te、Se和Ru等半挥发性裂变元素以氧化物的形态被有效去除,去除率均达到85%以上。     

加速器驱动洁净核能系统物理及技术基础研究：1“加速器驱动洁净核能系统的物理及技术基础研究”项目总结报告

人们在享受核电带来的巨大好处时，也不得不面对核电产生的核废料，尤其是长寿命核废料的最终处理处置难题。根据对核电站废物的潜在生物危害性分析，核电站废物的远期风险决定于长寿命高放废物，其中，主要是Np，Am，Cm等被称为次量锕系核素（MA）的核素和长寿命裂变产物（LLFP）。MA和LLFP要衰变数十万年才能达到天然铀的毒性水平。大量的如此长寿命高放废物进行地质深埋处置是有环境风险的。     

加速器驱动洁净核能系统物理及技术基础研究——1 加速器驱动洁净核能系统的物理及技术基础研究2004年度进展

1 项目的组织、管理。1）开展国际合作，加强国际交流：从国际会议及双边或多边交流等各种渠道得到的信息表明，加速器驱动洁净核能系统（ADS）是当前国际核能领域非常活跃的研究项目，而且国际合作是一个总的趋势。在世界各国的通力合作下，在很短的时间内取得了很大的进展。为此，本项目积极参加国际合作，与西班牙CEMAT、意大利国家核研究所、瑞士PSI、德国FZK、日本原子力研究所和京都大学、韩国原子能研究所等开展了有效的合作研究。十余人次参加了国际会议，并作了报告。继聘请德国FZK的程旭博士为客座教授后，又聘请了瑞士PSI的戴勇博士为客座教授，加强了在ADS方面的合作与交流。     

加速器驱动洁净核能系统散裂靶辐射损伤研究——Ⅱ．气体产生

对加速器驱动洁净核能系统散裂中子靶和靶窗材料分别在中子和质子入射情况下氦气产生截面、氦气产生率以及氦气产生率与原子位移率的比值进行了研究。利用SHIELD程序模拟计算的结果与实验数据及其他程序的计算值符合很好。     

加速器驱动洁净核能系统物理及技术基础研究：1 加速器驱动洁净核能系统的物理及技术基础研究2003年度进展

加速器驱动洁净核能系统(以下简称ADS)的物理及技术基础研究2003年度进展简况如下。     

加速器驱动洁净核能系统物理及技术基础研究：强流RFQ注入系统（LEBT）实验进展

加速器驱动次临界系统（ADS）项目中，由我院承担研制的强流RFQ注入系统包括ECR强流离子源及束流低能传输线（LEBT），2005年8月移机高能物理研究所后，2006年6月与RFQ对接前将系统完全恢复到了验收时的状态，可以引出能量75keV、超过60mA的离子束，归一化均方根束流发射度为0．13πmm.mrad，引出束流的质子比好于80％。     

加速器驱动洁净核能系统物理及技术基础研究 ADS启明星1号的“跑兔”系统的设计

在ADS（Accelerator Driven Sub．critical System，加速器驱动的次临界系统）中，次临界反应堆在加速器中子源的作用下维持链式裂变反应。次临界度监测是ADS研究中的一项重要内容，跳源法是测量次临界度的行之有效的方法之一，可以通过切断加速器束流测量次临界反应堆内中子通量的衰减得到。     

先进核燃料循环体系研究进展

概述了先进核燃料循环体系的概念 ,论述了目前后处理与分离 嬗变领域的研究进展和技术发展趋势     

美国先进核燃料循环计划概述及对我国的启发

美国已重启核能计划,其中先进的核燃料循环计划是核能计划的核心。若这一计划得以顺利实施,将可以消除人们曾担忧的核能开发中的三大问题,核扩散、高放废物的处置和铀资源的可持续性问题。美国这一计划对我国的核能发展应有一些启发。     

中国快堆及先进核燃料循环体系发展战略思考

中国是世界上最大的发展中国家,能源消耗位列世界第一。为实现社会、经济的可持续发展,确保能源供应安全和降低环境压力,大力发展包括核能在内的清洁能源是能源发展战略的必然选择。目前,中国的核能经过近30年的发展取得了长足进步,但在能源体系中依然占比很小。鉴于中国的铀资源总体储量有限,仅靠热中子反应堆支撑核能作为主力能源发展难以实现。快堆具有资源利用率高、固有安全性好等优点,配以先进核燃料循环系统,可实现核能的大规模、可持续、环境友好的发展。其中,快堆的发展应遵从先增殖、后嬗变的路线,燃料方面在经过氧化物陶瓷燃料后应尽快过渡到金属燃料;后处理方面初期主要通过水法处理压水堆乏燃料,为快堆提供初装料,后续要尽快实现干法后处理,以缩短增殖燃料的倍增时间和提高整个体系的经济性;同时,还需要同步发展高放废物的处理处置技术。在快堆和先进核燃料循环体系的支撑下,我国的核能能实现在千年量级上作为主力能源发展。     

乏燃料后处理设施核材料近实时衡算系统概念与设计

为指导后处理设施设计阶段统一部署核材料衡算、在设施运行阶段实施近实时衡算、及时反馈工艺的运行状态和趋势并探知异常情况,保障核设施核材料安全,本文在开展乏燃料后处理设施核材料衡算评价及关键技术研究的基础上,深入调研分析了核材料近实时衡算技术现状,梳理了Purex流程中核材料平衡区内过程监控的重要设备和先进仪器,以及一体化数据信息系统结构及其运行维护需求,提出我国开展乏燃料后处理近实时衡算技术研究的必要性和技术配置建议：结合传统的平衡区划分及关键测量点设置方式,以核材料重要量为目标,增补适宜的在线监控点和战略观察点,采用模型开发验证、分析方法优化评估、信息系统整合技术,在后处理设施全寿命周期内统筹管理控制Purex工艺中设备、管道、阀门、储槽中的核材料,达到近实时衡算目标。     

钍基重水核能系统燃料的物理特性研究

对全铀CANFLEX燃料和含钍CANFLEX燃料的物理特性进行了研究。用WIMS-AECL程序计算了参考栅元的冷却剂空泡反应性、燃耗等参数。通过与铀燃料的对比，展示了含钍燃料在安全性和经济性上的特点还特别介绍WIMS-AECL程序在使用过程中的参数选择方法，     

Research and Development Program on Accelerator Driven Subcritical System in JAEA

For a dedicated transmutation system, Japan Atomic Energy Agency (JAEA) has been proceeding with the research and development on an accelerator-driven subcritical system (ADS). The ADS proposed by JAEA is a lead-bismuth eutectic (LBE) cooled fast subcritical core with 800 MWth. JAEA has started a comprehensive research and development (R&D) program since the fiscal year of 2002 to acquire knowledge and elemental technology that are necessary for the validation of engineering feasibility of the ADS. In this paper, the outline and the results in the first three-year stage of the program are reported. Items of R&D were concentrated on three technical areas peculiar to the ADS: (1) a superconducting linear accelerator (SC-LINAC), (2) the LBE as spallation target and core coolant, and (3) a subcritical core design and reactor physics of the ADS. For R&D on the accelerator, a prototype cryomodule was built and its good performance in electric field was examined. For R&D on the LBE, various technical data for material corrosion, thermal-hydraulics and radioactive impurity were obtained by loop tests and reactor irradiation. For R&D on the subcritical core, engineering feasibility for the LBE cooled tank-type ADS was discussed using thermal-hydraulic and structural analysis not only in normal operation but also in transient situations. Reactor physics experiments for subcritical monitoring and physics parameters of the ADS were also performed at critical assemblies.     

Research and Development of Minor Actinide-containing Fuel and Target in a Future Integrated Closed Cycle System

Research and development of minor actinide-containing fuels and targets, i.e., (Pu,Am)O₂–MgO, (Pu,Np)O₂–MgO, (U,Pu,Np)O₂, (U,Pu,Np)N and (Pu,Np,Zr)N, for use in a future integrated closed cycle system that includes fast reactor and accelerator driven sub-critical system is underway. The present statuses of fabrication test and property measurements are given. Design concept of the oxide target is described in detail together with a screening of the support material. A new apparatus for the measurement of mechanical properties at the elevated temperature is installed for use in evaluating the fuel-cladding mechanical interaction. Development histories with future prospects of two types of Np-containing fuels for the fast reactor are mentioned. Preliminary test results for a new nitride target for the accelerator driven sub-critical system are given. Finally, an irradiation test plan in the experimental fast reactor JOYO is briefly described.     

核燃料工艺运输系统水下自动定位装置研究

针对核燃料工艺运输系统人工标定效率低、精度差的不足,对一种应用于水下燃料格架自动定位的装置进行了研究。阐述了系统构成及原理,设计实现了视频引导初步定位、基于STM32单片机与电感式接近传感器完成偏差测量与自动调整的精确定位功能。并对包括系统的软硬件设计、自动控制策略及初始参数标定进行论述。经现场样机试验表明,该装置可显著提高定位精度并缩短系统调试周期,还可应用于核电站在役运行期间的系统维修后再定位及定期校准。     

Re-evaluation of Assay Data of Spent Nuclear Fuel obtained at Japan Atomic Energy Research Institute for validation of burnup calculation code systems

The isotopic composition of spent nuclear fuels is vital data for studies on the nuclear fuel cycle and reactor physics. The Japan Atomic Energy Agency (JAEA) has been active in obtaining such data for pressurized water reactor (PWR) and boiling water reactor (BWR) fuels, and some data has already been published. These data have been registered with the international Spent Fuel Isotopic Composition Database (SFCOMPO) and widely used as international benchmarks for burnup calculation codes and libraries.